共查询到20条相似文献,搜索用时 31 毫秒
1.
2.
对于池式钠冷快堆,堆芯入口温度是重要的热工参数之一,电厂设计过程中堆芯入口温度的确定受多种因素制约,其中包括不同电厂工况的影响。不对称工况是一种典型的电厂工况,本文以600 MW两环路设计的池式钠冷快堆为研究对象,采用钠冷快堆系统分析程序分析不对称工况对堆芯入口温度的影响。研究结果表明,在所分析的不对称工况下,冷池温度会出现明显的不对称现象,且其中1个环路的冷池温度明显上升。通过分析可知,作为电厂的重要热工参数,在不对称工况下,堆芯入口温度变化的影响主要体现在对冷池内设备的影响上,对电厂整体功能和性能有所影响但不构成该工况下影响电厂功能和性能的关键因素。 相似文献
3.
多孔介质方法在池式快堆系统分析软件SAC-CFR三维钠池计算模型中的应用 总被引:1,自引:1,他引:0
为准确分析池式快堆热钠池内的热工水力学特性,在已开发出的用于池式快堆系统分析的钠池三维计算模型的基础上,应用多孔介质方法建立钠池内中间热交换器、主泵、事故热交换器及屏蔽柱模型,完成了含有多孔介质模型和复杂几何边界的钠池三维计算模型开发。将该模型嵌入池式快堆系统分析软件SAC-CFR后,分析了中国实验快堆在稳态运行和紧急停堆工况下钠池内的流场分布,初步证明了所采用的多孔介质模型的合理性,为下一步非能动余热排出系统模型的开发做准备。 相似文献
4.
为解决600 MW示范快堆(CFR600)事故分析和工况设计中的实际问题,自主开发了钠冷快堆系统程序FR-Sdaso,其建模范围包括堆芯、一回路、二回路、三回路、四回路和事故余热排出系统,主要物理模型包括点堆模型、单通道堆芯热工模型、多区钠池模型、四区蒸汽发生器模型等核岛设备或部件分析模型,汽轮机、凝汽器、给水加热器、除氧器等常规岛设备采用集总参数模型,泵、阀门、管道及控制体等采用通用模型。对程序进行了初步验证,结果表明,FR-Sdaso程序可用于分析全厂瞬态工况及超功率、失流、失热阱等典型事故过程。目前,FR-Sdaso程序已用于CFR600的设计和安全分析。 相似文献
5.
事故余热排出系统是池式钠冷快堆最重要的专设安全设施之一,是实现反应堆相关事故工况下余热排出安全功能的主要手段,如全厂断电工况,而独立热交换器是快堆事故余热排出系统的关键设备之一。本文以ANSYS FLUENT为工具,对中国实验快堆现有的独立热交换器和一种改进的新型独立热交换器布置在快堆热池中的情况进行了瞬态数值模拟,并分析比较其结果,证明了改进型独立热交换器在热工水力上的可行性。本文工作对大型快堆的独立热交换器的设计具有一定的借鉴意义。 相似文献
6.
7.
针对小型钠冷快堆模块化设计需求,提出了一种利用安全壳内空气自然循环将堆芯余热导入大气最终热阱的非能动余热排出系统方案。通过理论计算并结合系统分析程序RELAP5,对非能动余热排出系统进行建模,分析系统方案的可行性。结果显示:保守假设条件下,在钠装载量为2000 kg工况时,非能动余热排出系统功率在16.88 kW以上可保证堆芯燃料温度不超过安全限值。RELAP5计算结果表明,本文提出的非能动余热排出系统方案冷却功率大于所需最小功率,能满足小型钠冷快堆设计需求。 相似文献
8.
9.
10.
自然循环能力是衡量钠冷快堆固有安全性的重要指标,堆芯布置、回路设计及工况参数等都会影响堆芯自然循环能力,因此不同堆型的自然循环能力有很大差异。为了保证堆芯事故得到有效缓解,中国实验快堆(CEFR)的设计中通过优化系统布置,重点考虑了堆芯自然循环。本文采用SAS4A程序对CEFR进行系统建模,分析了CEFR在无保护失流(ULOF)工况下的堆芯热工水力参数瞬态特性,验证了CEFR利用自身自然循环和负反馈设计进行事故缓解的能力,本文还对一回路流动阻力和二回路钠装量对堆芯自然循环的影响进行分析。计算结果表明,CEFR具有良好的自然循环特性,在ULOF工况下可以依靠其负反馈停堆,并能够建立起稳定的自然循环从而导出堆芯余热。 相似文献
11.
针对传统轻水堆事故源项计算方法不适用池式钠冷快堆的问题,分析可能发生的设计基准事故和超设计基准事故的释放路径,研究建立适用于池式钠冷快堆的堆芯损伤类、泄漏类和钠火类事故源项计算方法。结合示范快堆的6种典型事故:1盒燃料组件瞬时全部堵塞事故、反应堆堆本体覆盖气体边界泄漏事故、一次氩气衰变罐破损事故、主容器泄漏事故、一回路外无保护套管的钠净化管道泄漏事故和一回路无保护套管的外辅助管断裂或泄漏合并隔离阀关不住事故,开展事故源项计算及其剂量后果评价。结果表明:6种事故的放射性后果均低于GB 6249-2011的要求。该方法还可为回路式钠冷快堆、铅铋快堆以及气冷快堆事故源项计算提供参考。 相似文献
12.
13.
任丽霞 《中国原子能科学研究院年报》2005,(1):12-13
CEFR是一池式钠冷快中子反应堆,其设计热功率为65MW,试验发电功率为25MW。对于CEFR的安全分析而言,1台一回路主循环泵卡轴事故是典型的失流事故。1台一回路主循环泵发生卡轴,造成这台泵瞬时停止转动,不能为堆芯提供流量,同时,由于这条环路的逆止阀没有关闭,还会造成完好环路泵提供的流量在故障环路中倒流,造成堆芯严重失流,堆芯冷却恶化。使用俄罗斯引进的系统分析程序DINROS对中国实验快堆的1台一回路主循环泵卡轴事故进行分析。 相似文献
14.
超功率下金属燃料钠冷快堆的动态仿真 总被引:1,自引:0,他引:1
编制了计算金属燃料钠冷快堆在超功率事故下的动态过程的仿真程序MFTOP,并对它对美国池式钠冷快堆EBR-Ⅱ在启动和功率运行工况下的反应引入事故瞬态进行了大量的分析计算,所得结果与国外大型程序NATDEMO的相应预测结果符合良好。本程序可用于其它钠冷快堆的超功率瞬态计算。 相似文献
15.
钠冷快堆是第4代反应堆中的优选堆型,具有安全性高的特点。池式钠冷快堆的双层容器泄漏会导致一回路钠泄漏并发生严重事故。本文采用概率安全分析方法分析池式钠冷快堆双层容器泄漏事故,包括事故的确定论分析及放射性释放路径分析以及池式钠冷快堆双层容器泄漏的事故序列及定量化。结果表明,池式钠冷快堆双层容器泄漏事故后正常通风开启情况下可能发生大量放射性释放。双层容器泄漏导致的大量放射性释放频率为1.07×10-11(堆•年)-1,双层容器泄漏事故中大量放射性释放占比为0.1%。 相似文献
16.
在反应堆系统中,当反应堆处于异常工况时,如果运行参数超出保护限值,则由保护系统触发相关保护动作,以保证反应堆的状态符合事故验收准则的要求。本文将通过Simulink建立钠冷快堆主要系统模型,在发生反应性意外引入事故时,借鉴快堆事故分析中预期瞬态无停堆保护(ATWS)的分析方法,基于相应保护参数的测量误差和数据处理过程对反应堆一回路的保护参数及其整定值进行研究,并确保钠冷快堆的状态在整个反应性引入事故过程中符合钠冷快堆的事故验收准则。仿真结果表明,当发生补偿棒失控提升5 s和10 s时,目前的堆芯出口钠温、功率、功率流量比等保护参数的整定值、信号测量延迟及落棒时间可取其他值。当补偿棒失控提升15 s时,只要保证保护参数整定值、相应参数的信号测量延迟及落棒时间能使反应堆在36.45 s前进入深度次临界都是可以的。 相似文献
17.
CEFR在事故停堆后的剩余功率需通过事故余热排出系统导出。CEFR要求验证在事故余热排出阶段剩余功率≤额定功率的1%(功率分别为 2、3、4、6和 8.5kW)时,堆池内是否还存在有堆芯-热腔室-冷腔室-堆芯这一自然循环流动。此外,通过相应工况下整个热腔室内的温度分布的实验测量,为验证有关计算程序提供实验依据。 由于种种原因的影响,在CEFR的寿期中很可能出现2台余热冷却器中的1台停运的情况,因此工程部要求通过实验提交该工况下的安全性能的验证报告。国外在相关研究中发现, 相似文献
18.
《原子能科学技术》2020,(8)
在反应堆系统中,当反应堆处于异常工况时,如果运行参数超出保护限值,则由保护系统触发相关保护动作,以保证反应堆的状态符合事故验收准则的要求。本文将通过Simulink建立钠冷快堆主要系统模型,在发生反应性意外引入事故时,借鉴快堆事故分析中预期瞬态无停堆保护(ATWS)的分析方法,基于相应保护参数的测量误差和数据处理过程对反应堆一回路的保护参数及其整定值进行研究,并确保钠冷快堆的状态在整个反应性引入事故过程中符合钠冷快堆的事故验收准则。仿真结果表明,当发生补偿棒失控提升5 s和10 s时,目前的堆芯出口钠温、功率、功率流量比等保护参数的整定值、信号测量延迟及落棒时间可取其他值。当补偿棒失控提升15 s时,只要保证保护参数整定值、相应参数的信号测量延迟及落棒时间能使反应堆在36.45 s前进入深度次临界都是可以的。 相似文献
19.
《核动力工程》2015,(Z1)
余热排出系统(RRA)能将反应堆冷却剂温度维持在冷停堆工况,并可满足换料和维修操作所需要的时间。在维修冷停堆工况下(堆芯有燃料),保证任何一台蒸汽发生器维修时,维持冷却剂温度低于60℃,使维修人员能够进入蒸汽发生器人孔,同时还要保证堆芯的冷却。本试验需要验证在此工况下,在主管道环路高液位报警出现时,反应堆冷却剂不会进入蒸汽发生器底封头而造成工作人员额外的放射性污染。在主环路低液位报警时,余热排出泵在单泵设计要求的最大流量下运行时,不会发生汽蚀。当维修冷停堆工况下投用三环路热段主管道环路液位计RCP300MN时,液位的升降应足够缓慢,以避免液位变化过快而引起的仪表显示故障。 相似文献